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村上 昌史; 吉田 幸彦; 南郷 脩史*; 久保田 省吾*; 黒澤 卓也*; 佐々木 紀樹
no journal, ,
過去に発生し、保管されてきている低レベル放射性廃棄物の処分において、埋設施設の廃棄物受入基準により量が制限される物質を、基準値以上に含む場合には廃棄物から取り除く必要がある。これらの物質の定量評価を合理的に行う手法として、高エネルギーX線を用いた非破壊検査により、容器内の廃棄物を識別できる可能性がある。今回、処分制限物質として可燃物,アルミ,鉛,水銀及び電池を含む模擬廃棄物を容器内に封入し、産業用CTスキャナーを用いて高エネルギーX線CTを撮影した。発表では、測定したCT画像における画素値や3次元立体像における形状の解析をもとに、これらの物質の識別方法を検討した結果について報告する。
二神 敏; 山野 秀将; 栗坂 健一; 氏田 博士*
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原子力発電所のPRAの効率的・効果的な社会実装を目指したイノベーションを創出するため、AI, デジタル化技術を活用して、運転時のPRAにおけるフォルトツリー(FT)作成、及び信頼性データベース構築に着目してAIツールを開発する。本報では、AIツールの開発計画について報告する。
多田 健一
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原子力機構が開発中のマルチフィジクス用プラットフォームJAMPAN(JAEA Advanced Multi-Physics Analysis platform for Nuclear systems)について説明する。炉心設計コードの妥当性確認には、実験データとの比較が必要となる。しかし、核熱連成などのマルチフィジクスを取り扱った実験データは非常に限られている。そのため、実験データに代わる高忠実なマルチフィジクスシミュレーションを実現することで、炉心設計コードの妥当性確認に資することが求められている。原子力機構では、忠実な核熱連成シミュレーションの実現のため、マルチフィジクス用プラットフォームJAMPANの開発を2021年に開始した。本発表では、JAMPANの特徴や現在の開発状況などについて報告する。
多田 健一; 秋江 拓志; 神谷 朋宏; 長家 康展; 吉田 啓之
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核熱連成シミュレーションのため、原子力機構が開発しているマルチフィジクスシミュレーション用プラットフォームJAMPANに三流体サブチャンネルコードNASCAを取り扱うモジュールを実装した。本研究で開発したJAMPANによるMVP/NASCAを用いた核熱連成計算は、全炉心体系など、大規模体系での利用を考えている。開発した機能の検証を行うため、プロトタイプ核熱連成シミュレーションシステムIPACSとの解析結果を比較したところ、IPACSの解析結果をほぼ再現できることを確認した。
上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之
no journal, ,
福島第一原子力発電所の格納容器内の燃料デブリの熱挙動を推定するため、JUPITERを用いた空冷時における燃料デブリ熱挙動の解析手法の開発を進めている。格納容器内に分布していると考えられる燃料デブリの位置,発熱量、及びデブリ内での存在が想定される多孔体の影響を考慮しつつ、格納容器内に生じる流動ならびに伝熱を数値シミュレーションにより評価する。前報では、ポーラスモデルを導入したJUPITERと多孔体強制対流流動試験との比較から、流動場の解析においてJUPITERのポーラスモデルが妥当であることを報告した。本報では、JUPITERの多孔体の有効熱伝導率モデルの妥当性を評価するために実施した、多孔体を含む系における自然対流伝熱流動試験とその解析結果について報告する。比較の結果、多孔体を含む系における自然対流伝熱流動解析においては、多孔体の熱伝導率モデルとして、直列モデルや並列モデルではなく幾何平均モデルを用いることが妥当であることがわかった。
門脇 正尚; 永井 晴康; 吉田 敏哉*; 寺田 宏明; 都築 克紀
no journal, ,
大気拡散予測における放射性物質のプルーム拡散方向の不確実性を、長期間の予測計算結果を蓄積したデータベースにベイズ機械学習を適用して得られた解析モデルにより定量的に推定する手法を開発している。本手法では、気象場の解析値を用いた大気拡散計算(解析値計算)を真値と定義し、予測値を用いた大気拡散計算(予測値計算)のプルーム拡散方向の不確実性を、解析値計算と予測値計算によるプルーム中心の差とベイズ機械学習に基づいて評価した。本手法の試験を行うために、原子力機構で開発した大気拡散データベースシステムWSPEEDI-DBを用いて、茨城県の原子力科学研究所から仮想的にセシウム137を大気放出した大気拡散計算を実施し、計算結果を用いた解析により本手法が大気拡散モデルにより予測されたプルーム拡散方向の不確実性を有効に推定にできることを示した。
中山 梓介; 岩本 修
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溶融塩炉や小型モジュール炉(SMR)では減速材として黒鉛やCaH
の使用が検討されている。減速材の熱中性子散乱則は炉心設計に大きな影響を及ぼす。また、溶融塩中のK-39やSMRのヒートパイプ中のCu-63に対する(n,p), (n,a)といった荷電粒子放出反応は廃棄物管理上問題となる核種を生成し得る。そのため、これら革新炉の炉心設計をする上では、黒鉛やCaHの熱中性子散乱則ならびにK-39やCu-63の荷電粒子放出反応断面積に関する精度良いデータが重要になる。以上を踏まえ、これらのデータの評価手法の検討を進めているところである。本発表では、現在までの進捗状況について述べる。
寺田 宏明; 永井 晴康; 都築 克紀; 門脇 正尚
no journal, ,
原子力事故時に大気中に放出された放射性物質の放出源情報を、大気拡散シミュレーションと環境測定値の比較からベイズ推定により逆解析する手法を開発している。本手法では、計算領域や解像度が異なる複数の空間スケールの拡散計算が、時間・地点・種類の異なる様々な環境測定データを総合的に再現するようにベイズ推定に基づき放出率を最適化する。本手法の緊急時への適用性を、福島第一原子力発電所事故データを用いた仮想的リアルタイム推定実験により検証した。実験は、事故発生から3月末までをフェーズ1(
2日後)、フェーズ2(1週間後)、及びフェーズ3(3週間後)に分割し、一定値の放出率を初期設定値として、各フェーズで使用可能な測定データによる放出率推定を順次繰り返した。実験結果から、本手法により地表汚染の概況の早期把握と事故規模の概算評価に必要な放出源情報を推定可能であることが示された。
木村 敦; 遠藤 駿典; 中村 詔司; Rovira Leveroni, G.
no journal, ,
「革新型原子炉開発のための核データ整備基盤の構築」において、熱中性子散乱則導出のため、J-PARC物質・生命科学実験施設を用いた異なる温度での全断面積及び散乱断面積測定を進めている。本発表では、測定に用いる試料セル及び昇温装置の開発等、実験準備の進捗状況と今後の測定計画について報告する。
近藤 諒一; 長家 康展
no journal, ,
モンテカルロ輸送計算において、数値的な基底関数を用いた関数展開タリー法(FET法)を開発している。今回は、一次元全炉心体系での多群モンテカルロ計算において数値的な基底関数を用いたFET法を適用し、中性子束分布を計算した。決定論的手法を用いて複数の条件における単一集合体の中性子束分布を計算し、それらを特異値分解することで基底関数を作成した。作成した基底関数を用いて全炉心を集合体単位で展開し、全炉心の中性子束分布を計算した。空間を離散化するタリー手法および従来のルジャンドル多項式展開によるFET法の結果と比較することで提案手法の精度を確認した。
今野 力; 河内山 真美; 林 宏一
no journal, ,
2021年に公開されたJENDL-5の放射化計算コードORIGEN, ORIGEN-Sでの利用を可能とするため、両コード用の放射化ライブラリをJENDL-5から作成した。作成したライブラリを用いたJPDRの放射化計算結果は、ORIGEN, ORIGEN-S付属のライブラリによる計算結果と同等であることから、作成したライブラリに問題がないことを確認した。
堀口 直樹; 吉田 啓之; 北辻 章浩; 福森 麻衣*; 長谷川 誠*; 岸本 忠史*
no journal, ,
PWRの水質管理には、Li-7が濃縮されたpH調整剤が不可欠である。ここで必要なLi-7濃縮技術として、マルチチャンネル向流電気泳動(MCCCE)法を開発している。本研究では、濃縮実験におけるイオン挙動を把握するため、商用ソフトウェアを用いて取得した電場と、TPFIT-LPTを用いて取得した流れ場の3次元データを元に、長時間のイオン挙動をシミュレーションする手法を開発している。今回、実験流路を簡易化した平板型流路の内のイオン挙動に本手法を適用した結果を報告する。Li-7とLi-6イオンの数値シミュレーション結果から評価した分離係数は実験と同程度の値であり、本手法の妥当性を確認した。
佐々木 祐二; 金子 政志; 鈴木 英哉*; 伴 康俊
no journal, ,
原子力機構で開発した含窒素3座配位ジアミド抽出剤のADAAMは硝酸-ドデカン系で分離比およそ6という高いAm/Cm分離性を示した。マスキング剤を組み合わせてより高い分離性取得を目指したが、現在までに良好なマスキング剤を把握できていない。そこで、ADAAM単独でAm/Cm分離についてバッチ式多段抽出試験を試みた。本試験方法の有意点の一つとして、試料溶液量を少なく簡便に実施できる。計算上では12段の多段抽出によって、Amを95%以上回収し、共存Cmを5%以下に相互分離可能である。一方、やや低い分離比のために最初添加するラフィネート溶液は分離後数倍の廃液量に増える可能性がある。そこで、分離後廃液の濃縮についても検討する。
前田 亮; 藤 暢輔
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中性子を利用した非破壊分析では、検出器の応答を高速化することで測定時間の短縮や検出限界の向上が期待できるほか、より高エネルギーの中性子を利用した飛行時間法が可能となるなど様々な恩恵が得られる。これまで、高速応答が可能な中性子検出器としては液体シンチレータが用いられてきた。しかし、パルス中性子を利用する非破壊分析手法(飛行時間法や高速中性子直接問いかけ法など)は、パルス発生直後の高線量下において液体シンチレータが窒息現象を起こしてしまう。この窒息現象は回復するためにかなりの時間を要するため、測定可能な時間領域が大きく制限されてしまうという問題があった。そのため、本研究では液体シンチレータに接続された光電子増倍管にゲート回路を適用することで、この問題の解決を図った。光電子増倍管は、シンチレータからの入射光子によって生成された光電子を外部から印加された高電圧により増幅し電気信号として出力する。ゲート回路は、この高電圧を制御することで電気的に光電子増倍管のオン/オフを切り替える。これにより、パルス発生直後に光電子増倍管をオフにすることで、窒息現象を回避できる中性子検出システムの開発を行った。本発表では開発したゲート回路付き中性子検出システムの基本性能について報告する。
核種分析,1; 3号機滞留水の核種分析大内 和希; 岡 壽崇; 蓬田 匠; 森井 志織; 北辻 章浩; 駒 義和; 今野 勝弘*
no journal, ,
福島第一原子力発電所3号機の原子炉建屋滞留水に含まれる粒子状固形分の核種の存在状態の把握の一環として、滞留水を孔径10, 1, 0.1, 0.02
mのフィルタを用いて粒径ごとに分級し、固形分とろ液中のUおよびNp濃度をICP-MSで調べた。どちらの核種も大部分は10m以上の大きな粒子に存在していること、一部は0.02m以下の微細粒子もしくはイオン状で滞留水中に存在することなどがわかった。
核種分析,2; SEM-EDXおよびアルファトラック法による核種を含有する微粒子の検出蓬田 匠; 大内 和希; 森井 志織; 岡 壽崇; 北辻 章浩; 駒 義和; 今野 勝弘*
no journal, ,
3号機滞留水中の固形分の多数の粒子状物質の中から、核種を含有する微粒子の検出を試みた。SEM-EDXを用いる元素分析により、粒径数百nmから10m程度のUを主成分とする微粒子を検出した。また、アルファトラック法により、粒径100m程度までの鉄粒子上に核種が分布する様子を観測できた。
菅原 隆徳; 佐藤 匠; 村上 毅*; 西原 健司
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分離変換技術の早期実現を目指し、原子炉を用いない分離変換複合施設(PTComplex)を提案する。PTComplexは乾式再処理施設と陽子加速器から構成され、乾式再処理施設のタンクに直接陽子ビームを入射し、タンク内の溶融塩中のTRU等を核変換する。PTComplexは、従来の分離変換サイクルに対し、燃料製造,燃料および使用済み燃料の輸送・保管が不要となり、よりコンパクトな分離変換が可能になる。PTComplexの核変換モジュール検討例として、100MW級のMA核変換用モジュールを検討し、基本的な性能を評価した。
Np核分裂計数管を用いた核破砕中性子場の測定岩元 大樹; 明午 伸一郎; 佐藤 大樹; 岩元 洋介; 杉原 健太*; 石 禎浩*; 上杉 智教*; 栗山 靖敏*; 八島 浩*; 西尾 勝久; et al.
no journal, ,
加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発及び京都大学におけるADS未臨界炉物理実験に資する核反応データを取得することを目的として、2019年10月より京都大学のFFAG (Fixed Field Alternating Gradient)加速器を用いたADS用核データの実験的研究を行なっている。本発表では、2022年度実施した107MeV陽子入射による鉛及びビスマスに対する中性子生成二重微分断面積の解析結果及び核反応モデルによる解析値との比較結果について報告するとともに、Np核分裂計数管を用いた核破砕中性子場測定実験の内容及び実験結果についても報告する。
核種分析,4; メスバウアー分光法による滞留水に含まれる粒状固形分のFe分析大内 和希; 中田 正美; 蓬田 匠; 岡 壽崇; 駒 義和; 北辻 章浩
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福島第一原子力発電所の2号機トーラス室など3箇所の滞留水に含まれる粒子状固形分の存在状態を把握するため、固形分の主要構成元素である鉄の化学種をメスバウアー分光法により分析したところ、すべての試料について鉄の大部分は
形のオキシ水酸化鉄(III)であることが分かった。また、トーラス室試料では微量な水酸化鉄(II),タンク試料からは微量な磁性体も検出された。
渡辺 奈央; 菅原 隆徳; 西原 健司; 加治 芳行
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加速器駆動核変換システム(ADS)の設計において、加速器と未臨界炉心の境界をなすビーム窓は過酷な環境下で運用される構造物の一つである。特に、定格出力時におけるビーム窓の最高温度は500
C以上になるため、クリープ損傷評価の必要性が指摘されていた。そこで今回、運転期間中に発生するクリープひずみを定量評価するための連成解析システムをANSYS Workbench上に構築した。本システムでは、ビーム窓を貫通する陽子ビームの強度やビーム窓周囲を流れる冷却材の状態などの境界条件を反映した詳細な結果を取得するため、粒子輸送解析コードPHITSによって得られた発熱分布をもとに、熱流動コードFluentで求めたビーム窓の温度分布を、構造解析コードMechanicalによるクリープ解析における境界条件として渡している。本システムを使用して、600日間の定格運転時における解析を実施した結果、運転後のクリープひずみは0.1%未満であることを確認した。